重水堆85476786
重水堆
第四章：重水堆一、特点二、发展简介三、商用重水堆1、CANDU62、CANDU9四、先进重水堆－ACR一、特点－类型1、压力容器(重水冷却）（1）压力容器式：❑德国MZFR（0.85％丰度），58MW（1973－1974）❑瑞典Agesta,12MW(1964-1974),瑞典Marviken, 132MW（沸腾重水冷却）、1968年中止建设。
❑阿根廷两个，一个在建Atucha2-745MW,一个在运行Atucha1-357MW （1974－今）（2）压力管式(水平、垂直，冷却剂不受限制）❑垂直压力管：❑加拿大*2,英国1，日本1，斯洛伐克1，瑞士(Lucens)1，德国1。
除日本Fugen （ATR，普贤)外，都于1990年前关闭。
❑水平压力管式：CANDU，34座在运行。
2、冷却剂❑重水CANDU6，瑞典，阿根廷。
❑沸水轻水ATR（日本），SGHWR（英国），CANDU-BLW(加拿大），CANDU－OCR（加拿大）有机物。
3、慢化剂重水4、燃料❑天然铀CANDU6等多数堆，❑富集铀SGHWR（3.9％铀）,ATR(2％天然铀＋钚）MZFR（0.85%铀), Lucens (0.96%铀) 5、换料方式❑压力管式在线换料❑压力壳式停堆换料一、特点－物理1、重水慢化❑比轻水中子吸收截面小，可用天然铀❑重水工作在低温条件下，有利于慢化❑燃料烧得透，乏燃料中U235含量低于扩散厂通常的尾料丰度，不值得后处理❑装料最少（热中子堆）❑但重水慢化比轻水差，故堆芯大。
2、重水冷却吸收截面小，有利于用天然铀3、包壳容器管、压力管匀为薄壁、锆合金，尽量减少中子吸收。
（现用性能更好的锆-2.5%铌合金）3、反应性连续换料，剩余反应性小。
4、产钚量高为压水堆的两倍。
5、燃料增值高釷铀循环核燃料增值接近1。
生产U233，摆脱对U235 的依赖。
但目前天然铀价格低，重视不够。
6、放射性重水经中子辐照产生放射性氚。
慢化剂中氚的含量是冷却剂中的几十倍。
沸水堆重水堆和气冷堆
中核集团开发的多用途模块式小型反应堆为ACP100
3
第1章 反应堆的类型介绍-1.3沸水堆
沸水堆及其本体结构 沸水堆与压水堆同属轻水堆, 与压水堆不同之处是沸水堆的 堆芯内(系统压力约7 MPa)产生的蒸汽直接进入汽轮机做功 。
1.同压水堆一样，沸水堆也采用低富 集度（2~3%）的UO2作为核燃料；
20
第1章 反应堆的类型介绍-1.5气冷堆和高温气冷堆
高温气冷堆小结 1. 堆芯具有很大的负温度系数，单靠改变氦气流量就能在很宽的范围内 调节反应堆的功率； 2. 由于全部一回路系统都装在预应力混凝土反应堆容器内，没有外部 冷却管道，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性； 3. 由于堆内没有金属材料，燃料转换比高达0.8~0.85； 4. 冷却剂出口温度高，因此电站的热效率高。
3.压力容器接口直径小 ，
失水事故的可能性及 严重性降低；
4.堆芯体积必须加大 ；
5.放射性杂质可随蒸 汽直接进入汽轮机
。
5
第1章 反应堆的类型介绍-1.4重水堆
重水堆是指用重水(D2O 99.7%)做慢化剂的反应堆，重水堆的 冷却剂可以是重水，也可以是轻水或有机化合物。 重水（D2O）的物理性质：
沸水堆、重水堆和气冷堆
第1章 反应堆的类型介绍-1.2压水堆
分布式压水的缺点：
一体化压水堆
(1) 大口径接管破裂导致高温高 压冷却剂泄露；
(2) 连接管较长，流动阻力较大， 冷却剂自然循环能力不高。
SMART一体化模块式先进压水堆
2
2
第1章 反应堆的类型介绍-1.2压水堆
一体化压水堆
一体化压水堆将蒸汽 发生器布置在反应堆 压力容器的上部，省 去了大口径接管，增 加了反应堆的安全性 ，同时增加了反应堆 的自然循环能力。
重水堆
压力管式，压力壳式
5
CANDU的基本结构特点
6
7
8
燃料组件结构
重水堆的核燃料是天然铀， 制成圆柱状装在外径为 13(20)毫米长约500毫米的 锆合金包壳管内，构成棒 状燃料元件，37根燃料棒 组成一束，棒之间用锆合 金块隔开，端头由锆合金 支承板连接，构成长为半 米，外径为150毫米左右的 燃料棒束。 反应堆堆芯由384根带燃料 棒束的压力管排列而成。 每根压力管内装有12束燃 料棒束。
8 足够充足的应急流量 9 尽可能的减少重水泄漏
14
蒸汽发生器
主要结构材料位 炭钢 一次测： 封头，管板和管束一次测
二次侧：壳体，汽水分离器，管束套筒，管板和管 束二次侧，预热段隔板，管子支承等，
15
主泵
单级、单吸入口、双出口、立式离心泵
支管和集流总管 稳压器
16
CANDU慢化剂系统
慢化作用，失冷事故下的热阱作用 慢化剂系统原理流程图： 串连/并联
控制棒设置在反应堆上部，穿过反应堆排管容器，插入在 慢化剂中。快速停堆时将控制棒快速插入堆内。
反应性的调节还可以通过改变反应堆容器中重水慢化剂的 液位来实现。 紧急停堆时可以将控制棒快速插入堆内，还可打开氦气阀， 将储存在毒物箱内的硝酸钆毒物注入反应堆容器的重水 慢化剂中，还可以打开装在容器底部的大口径排水阀， 把重水慢化剂急速排入贮水箱。
19
20
21
22
23
24
25
26
27
28
29
30
31
32
11
换料方式
由于重水堆的卧式布置压力管，每根压力管在反应堆容器的两端都设 有密封接头，可以装拆。因此，可以采用遥控装卸料机进行不停堆换 料。换料时，由装卸料机连接压力管的两端密封接头，新燃料组件从 压力管一端顶入，烧过的乏燃料组件侧从同一压力管的另一端被推出。 这种换料方式称为“顶推式双向换料”。
重水堆压水堆
重水堆特点和贡献
秦山三期核电站是我国惟一的商用重水堆核电站，有如下特点：
• 采用天然铀作燃料，铀资源利用率高； • 重水堆可大规模生产钴60等同位素； • 重水堆可以直接利用压水堆回收铀，有利于完善核燃料闭式循环体系； • 重水堆在钍资源综合利用方面具有较大的挖掘潜力。 • 提氚（聚变材料）
重水堆优势
堆芯本体
厂房吊车 操作设备 钴调节棒
燃料通道
灵活的燃料选择
高中子经济性
简单而灵活的 燃料设计
不停堆换料
重水堆可烧 ： -天然铀 -浓缩铀 -回收铀 -MOX燃料 -钍燃料 -锕系废物
取决于关键技术和 经济因素
完善燃料循环体系
重水堆-压水堆
“互补”运营
快堆
重水 堆
压水堆
重水堆可经济高效利用压水堆回收铀。
29
30
谢 谢！
大容量的慢化剂在严重事故工况下作为非 能动热阱带走衰变热。
反应堆腔室的大量轻水为严重事故提供了 第二道备用非能动热阱。
堆顶喷淋水箱提供非能动冷却。
大规模生产钴60同位素
目前国内钴60年需求为800万居里，可能很快突 破1000万居里。 重水堆具有大批量生产钴60的能力，全世界90% 的钴60都是重水堆上生产的。 国内自主完成了相关技术开发，年产600万居里。 从2009年到现在，秦山三期两台重水堆已辐照 出3000万居里钴60，超过1600万居里已投放到 国内市场。
AP1000:42*7=294个钒探 SR+IR+与压水堆有哪些不同？ 参与量：cmΔt，ṁ（hs-hw）
28
3、在线换料过程如何减小换料带来的反应性波动？ 4、对于检修部门，日常维护及大修等工作与压水堆有何区别？ 5、重水堆为什么没在国内继续推广？目前技术有什么发展？将来是否会出现新 的先进堆芯？（例如降低成本，采用全数字化DCS、满足三代核电标准等） 6、重水堆每年重水泄漏是多少？（1t多点，设计8-10吨）消耗的重水必须从加 拿大采购吗？ 7、重水堆在发生严重事故后，事故后果是否会相比压水堆小？其宣称的固有安 全性相比满足三代安全标准的AP1000如何？ 8、每年钴60的产量约多少？（600万居里，需求1000万居里，60-80%市场需求 ）需要停堆才能取出吗？
重水堆简介
重水堆工程安全特性
1.反应堆停堆系统： CANDU核电厂设有两套完全独 立和全功能的SDS-1和SDS-2停堆 系统，该系统能使反应堆在必要 时停闭。 2.应急堆芯冷却系统（ECCS）： 应急堆芯冷却系统向热传输系统 提供轻水，以补偿发生假像的失 水事故时损失的重水冷却剂，并 循环和冷却从反应堆厂房地面上 收集的重水、轻水混合物，将其
重水堆系统的设计特征
重水堆与压水堆在反应堆和燃料方面的主要区别见下表：
重水堆的安全特性
重水堆的结构设计具有一些独特的安全特性，与压水堆一 样，这些安全特性中一部分为重水堆所固有的，另一部分则是 特殊设计的工程安全设施提供的。 重水堆固有的安全特性： 重水堆固有的安全性是由核燃料、反应性调节特性等提供的。 1.燃料 CANDU堆采用天然铀作为核燃料，235-U约占0.7%，较 压水堆低得多，这就大大降低了在堆外或者燃料贮存水池内燃 料处理时发生反应性引入事故的可能性，而且堆芯严重损坏导 致的燃料重新布置所引入的反应性也十分有限。
Thank you !!!
停堆系统
重水堆工程安全特性
送到反应堆集管以保证长期的燃料冷却，以达到向反应堆燃料 通道再注射冷却剂和从燃料排出余热或衰变热的目的。
重水堆工程安全特性
3.安全壳系统： 如果反应堆系统发生 事故，则安全壳系统 的运行可以提供包容 所释放出放射性物质 的密封外壳，以防止 从反应堆溢出的放射 性物质释放到环境中 。其包括：自动喷淋 系统、空气冷却器、 过滤空气排放系统以 及人员和设备闸门。
姓名：王小亮 班级：0902301 学号：1090230113
重水反应堆-PHWR？
概念：用重水作为慢化剂的热中子反 应堆。 可以用重水、普通水、二氧化碳和有 机物作冷却剂。由于重水的热中子吸 收截面很小，可以采用天然铀燃料。 铀燃料的利用率高于轻水堆，烧过的 燃料的235U含量仅为0.13%，乏燃料不 必进行后处理。这种堆可以作为生产 堆、动力堆和研究堆使用。堆内中子 经济性好，可生产氚和发展成为先进 的转化堆。堆内重水装载量大，反应 堆造价较高。
重水研究堆年度报告
重水研究堆的实验还发现，重水在某些特定的物理化学条件下，可以参与和促进一些重要的化学反应，这些反应在理论上具有很高的能量转化效率和产率，为新能源的开发提供了重要的参考。
重水研究堆的科研成果与应用
研究方向1
研究方向2
研究方向3
重水研究堆的未来研究方向
05
重水研究堆的挑战与解决方案
重水研究堆面临的主要挑战
02
执行器系统
执行器系统用于控制反应堆的冷却剂流量、控制棒位置等，以维持堆芯的核反应过程稳定。
核安全风险
重水研究堆在运行过程中存在核泄漏、核辐射等风险，需采取相应的防护措施确保操作员和环境的安全。
技术风险
由于重水研究堆的特殊结构和技术特点，存在一定的技术风险，需要不断提高技术和管理水平，确保堆芯的稳定运行。
重水研究堆的未来发展趋势和重点研究领域
新能源和新材料
将注重新能源和新材料的研发和应用，包括太阳能、风能、地热能、海洋能等可再生能源以及新型核材料和新型电池等，以推动全球能源结构的优化和转型。
综合能源系统
将致力于构建综合能源系统，实现多种能源形式的协调和优化，包括核能、火电、水电、可再生能源等，以满足全球多元化的能源需求。
通过改进反应堆设计，提高反应堆的能量输出和热效率，降低能源消耗。
优化反应堆设计
研发新型的高温高压材料和耐辐射材料，提高设备的耐高温高压性能和抗辐射能力。
开发新型材料
定期对设备进行维护和检修，确保设备的正常运行，提高设备的可靠性和稳定性。
加强设备维护和检修
提高重水研究堆性能的策略和方法
降低重水研究堆运行成本的措施和方案
优化运行策略
通过优化运行策略，减少能源消耗和降低运营成本。
沸水堆重水堆和气冷堆
排管容器 冷却剂10MPa，300℃
7
第1章 反应堆的类型介绍-1.4重水堆
压力管式重水堆(CANDU)介绍-原理
CANDU重水堆的概念设计思路
8
第1章 反应堆的类型介绍-1.4重水堆
压力管式重水堆(CANDU)介绍
CANDU反应堆的压力管将重水冷却剂 和重水慢化剂分开。 压力管内流过高温300 ℃高压10 MPa 重水-冷却剂 压力管外流动低压下的重水-慢化剂
高温气冷堆采用耐高温的涂敷颗粒燃料元件，化学惰性和热工性能良好的 氦气作冷却剂，耐高温的石墨作慢化剂和堆芯结构材料。
燃料球实物图(60 mm) 17
第1章 反应堆的类型介绍-1.5气冷堆和高温气冷堆
燃料球结构
第一层 疏松热解碳：吸收裂变气体，缓冲应力，抵御辐照损伤
;
第二层 致密热解碳：防止裂变产物腐蚀SiC，承受内压； 第三层 碳 化 硅：承受内压，阻挡裂变产物外逸； 第四层 致密热解碳：保护SiC免于机械损伤。
22
沸水堆本体结构
2.沸水堆冷却剂内一般不加硼, 控制 棒是停闭反应堆的主要手段；
3.沸水堆可以利用冷却剂(气水两相) 的流量控制来调节反应堆功率。
4
第1章 反应堆的类型介绍-1.3沸水堆
沸水堆系统流程 与压水堆相比
1.省去了一个回路和蒸汽发生器；
2.压力容器压力低，设备制作工艺较简单；
沸水堆核电站流程示意图
20
第1章 反应堆的类型介绍-1.5气冷堆和高温气冷堆
高温气冷堆小结 1. 堆芯具有很大的负温度系数，单靠改变氦气流量就能在很宽的范围内 调节反应堆的功率； 2. 由于全部一回路系统都装在预应力混凝土反应堆容器内，没有外部 冷却管道，减少了发生冷却剂丧失事故的可能性； 3. 由于堆内没有金属材料，燃料转换比高达0.8~0.85； 4. 冷却剂出口温度高，因此电站的热效率高。
重水堆
重水堆核电站重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。
压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。
这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30 万千瓦。
因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。
它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。
此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。
压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。
这两种堆的结构大致相同。
(1) 重水慢化，重水冷却堆核电站这种反应堆的反应堆容器不承受压力。
重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。
在容器管中，放有锆合金制的压力管。
用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。
棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。
在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。
这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。
像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。
这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。
（2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。
加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。
而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。
它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。
重水研究堆概况及运行史
重水研究堆运行历史总结报告编写：审核：批准：重水反应堆运行研究室2008年6月目录1．概述 (1)2. 运行历史回顾 (1)2.1 学习掌握、消化吸收 (1)2.2 大修改建 (3)2.3 技术革新、扩大应用 (7)2.4 安全整治 (9)2.5克服老化、安全运行 (10)3. 结束语 (11)重水研究堆运行历史总结报告1．概述重水研究堆（101堆）是一座研究用反应堆，设计堆芯为压力管式结构，重水作为慢化剂和冷却剂，石墨做反射层。
反应堆原设计额定功率为7MW，加强功率为10MW，采用2%235U富集度的金属铀为燃料。
1979-1983对反应堆进行了改建，改用UO2捧束燃料，燃料芯块采用了烧结陶瓷型UO2，Zr-2合金做包壳，235U富集度为3％。
改建后最大热中子通量密度由原来的1.2×1014/cm2．sec增加到2.6×1014/cm2．sec，改用3%235U富集度的UO2组件燃料堆芯，反应堆额定功率增加到10MW，加强功率为15MW。
101堆是我国第一座反应堆，由前苏联援建，于1958年6月13日首次达到临界，同年9月27日开始提升功率运行，在安全运行了50年后，2007年底停止运行，进入安全停闭过渡期。
2. 运行历史回顾101堆从1958年运行初期至2008年安全停闭，历经了学习掌握、消化吸收；大修改建；技术革新、扩大应用；安全整治；克服老化、安全运行五个阶段。
2.1 学习掌握、消化吸收1958年至1978年为反应堆运行的第一阶段，在这个阶段的工作是消化吸收、改进性能、扩大用途和人才培养。
此期间的主要成果和贡献：（1）101堆运行为物理实验工作者提供了中子束流作核参数实验测量，为两弹试验及时提供了必要的数据。
（2）1966年建成了高温高压考验回路，先后进行了两次核潜艇用堆燃料组件的考验，支持了我国的核潜艇用堆的设计建造。
（3）建成低温低压考验回路，对生产堆燃料组件进行了考验，同时也随堆考验了一批生产堆的燃料组件，进行了堆用材料的辐照性能研究，支持了生产堆的设计建造。
重水堆
重水堆核电站重水堆按其结构型式可分为压力壳式和压力管式两种。
压力壳式的冷却剂只用重水，它的内部结构材料比压力管式少，但中子经济性好，生成新燃料钚－239的净产量比较高。
这种堆一般用天然铀作燃料，结构类似压水堆，但因栅格节距大，压力壳比同样功率的压水堆要大得多，因此单堆功率最大只能做到30 万千瓦。
因为管式重水堆的冷却剂不受限制，可用重水、轻水、气体或有机化合物。
它的尺寸也不受限制，虽然压力管带来了伴生吸收中子损失，但由于堆芯大，可使中子的泄漏损失减小。
此外，这种堆便于实行不停堆装卸和连续换料，可省去补偿燃耗的控制棒。
压力管式重水堆主要包括重水慢化、重水冷却和重水慢化、沸腾轻水冷却两种反应堆。
这两种堆的结构大致相同。
(1) 重水慢化，重水冷却堆核电站这种反应堆的反应堆容器不承受压力。
重水慢化剂充满反应堆容器，有许多容器管贯穿反应堆容器，并与其成为一体。
在容器管中，放有锆合金制的压力管。
用天然二氧化铀制成的芯块，被装到燃料棒的锆合金包壳管中，然后再组成短棒束型燃料元件。
棒束元件就放在压力管中，它借助支承垫可在水平的压力管中来回滑动。
在反应堆的两端，各设置有一座遥控定位的装卸料机，可在反应堆运行期间连续地装卸燃料元件。
这种核电站的发电原理是：既作慢化剂又作冷却剂的重水，在压力管中流动，冷却燃料。
像压水堆那样，为了不使重水沸腾，必须保持在高压（约90大气压）状态下。
这样，流过压力管的高温（约300℃）高压的重水，把裂变产生的热量带出堆芯，在蒸汽发生器内传给二回路的轻水，以产生蒸汽，带动汽轮发电机组发电。
（2）重水慢化、沸腾轻水冷却堆核电站这种堆是英国在坝杜堆（重水慢化、重水冷却堆）的基础上发展起来的。
加拿大所设计的重水慢化重水冷却反应堆的容器和压力管都是水平布置的。
而重水慢化沸腾轻水冷却反应堆都是垂直布置的。
它的燃料管道内流动的轻水冷却剂，在堆芯内上升的过程中，引起沸腾，所产生的蒸汽直接送进汽轮机，并带动发电机。
重水反应堆
light water reactor (LWR) 以水和汽水混合物作为冷却剂和慢化剂的反应堆。
轻水堆就堆内载出核裂变热能的方式可分为压水堆和沸水堆两种，是目前国际上多数核电站所采用的两种堆型。
据统计，1992年运行的413座核电站中，轻水堆核电站约占64．15％，装机容量约占80％，加上正在建设和已经订货的轻水堆核电站将占80％，装机容量将占90％。
轻水反应堆是和平利用核能的一种方式.用轻水作为慢化剂和冷却剂的核反应堆被称为轻水反应堆，包括沸腾水堆和加压水堆轻水也就是一般的水，广泛地被用于反应堆的慢化剂和冷却剂。
与重水相比，轻水有廉价的长处，此外其减速效率也很高沸腾水堆的特点是将水蒸汽不经过热交换器直接送到气轮机，从而防止了热效率的低下，加压水堆则用高压抑制沸腾，对轻水一般加100至160个大气压，从而热交换器把一次冷却系（取出堆芯产生的热）和二次冷却系（发生送往蜗轮机的蒸汽）完全隔离开来。
用重水即氧化氘（D2O）作为慢化剂的核反应堆被称为重水反应堆，或简称为重水堆现在的反应堆几乎都利用热中子，因此慢化剂是反应堆不可缺少的组成部分慢化剂与中子碰撞使中子亦即减少中子的数量的话，便失去了意义。
所以，重水是非常优异的慢化剂，它与石墨并列是最常用的慢化剂。
重水与普通水看起来十分相像，是无臭无味的液体，它们的化学性质也一样，不过某些物理性质却不相同。
普通水的密度为1克／厘米3，而重水的密度为1.056克／厘米3；普通水的沸点为100℃，重水的沸点为101.42℃；普通水的冰点为0℃，重水的冰点为3.8℃。
此外，普通水能够滋养生命，培育万物，而重水则不能使种子发芽。
人和动物若是喝了重水，还会引起死亡。
不过，重水的特殊价值体现在原子能技术应用中。
制造威力巨大的核武器，就需要重水来作为原子核裂变反应中的减速剂，作中子的减速剂，也可作为制重氢的材料，普通水中含量约为0.02％（质量分数）。
重水和普通水一样，也是由氢和氧化合而成的液体化合物，不过，重水分子和普通水分子的氢原子有所不同。
CANDU重水堆
秦山三期
接下来展示几张我国秦山三期的外景图
还有一张~~
何为重水堆？
重水堆顾名思义，就是使用重水为慢化剂的 核裂变反应堆 加拿大原则能主导的新一代基于重水慢化 轻水冷却的先进CANDU堆，简称ACR 和压水堆有很多相似的地方CANDU核电厂 与普通的压水堆（PWR）核电厂之间有极 大的相似性。
哪些是相同的呢？
CANDU重水堆
（姓氏排名为随机排名）
CANDU重水堆的发展历程
由加拿大原创开发的CANDU型反应堆是目前世界上已经发展成并 且经济性和安全性较好的三大商用核电堆型之一。
第一个CANDU原型堆示范电厂NPD（20 MW）于1962年在加拿大建成 并投入运行。 从80年代中期开始，CANDU产品逐步进入国际市场，在世界核电不太景气 的情况下，这种堆型仍然较快地发展到了加拿大以外的6个国家。仅从1991 年以来就有7个CANDU机组项目签约，其中四个已经全部按时按预算建成投 产，三个在韩国，一个在罗马尼亚；另外，秦山三期的两台CANDU-6机组 也建成投产，还有罗马尼亚的第二个CANDU机组正在建设中。
重水堆结构原理的清晰小图
重水堆也不是完美的
• • • • 堆内慢化剂的需求量大，堆芯体积大 重水堆的堆芯功率密度低 基建的费用高 放射性高
重
≠
完
• 讲解内容均摘抄于网络，且讲解为非营利性，不存在版权纠纷，特此声明
• 都需要加压 • 都有蒸汽发生器 • 控制棒是由上往下插入的
重水堆的优势
• 重水的吸收截面很小，因为用重水慢化剂 时，只用天然铀做燃料就可以使反应堆达 到临界。 • 中子经济性好，产钚量高为压水堆的两倍。 • 重水堆内重水装载量大，总的热容量大。 因而失水事故没有轻水堆严重。 • 可以实现不停堆换料。 • 控制棒在低温低压的重水中运动比轻水堆 容易，安全
重水堆简介
重水堆的主要优点
在目前常用的慢化剂当中，重水的慢化能力仅次于轻水， 但重水的最大优点是它的吸收热种子的几率，即吸收截面要比 轻水小两百多倍，从而使得重水的慢化比远高于其他各种慢化 剂。 1. 由于重水吸收热种子的几率小，所以中子经济性好，以重 水作为慢化剂的反应堆，可以采用天然铀作为核燃料，从而使 得建造重水堆的国家，不必建造浓缩铀工厂。
重水堆固有的安全特性
3.堆芯余热排出 通常，堆芯余热可以通过两种相互独立的途径释出：其 一为蒸汽发生器，将热量传递给二回路侧的给水；其二为余 热排出系统（停堆冷却系统），热量通过停堆冷却热交换器 传递给工艺水系统。 在发生LOCA时，需要用ECCS冷却水再淹没堆芯，并释 出一部分堆芯余热。ECCS释出的热量最终通过ECCS热交换 器排到工艺水系统。在重水堆中，由于承压边界在堆芯内是 由几百个小直径的压力管构成，这些压力管内的冷却剂汇集 于反应堆进出口的集管，所以热传输系统中发生的最大的破 口尺寸仅限于反应堆进、出口集管的尺寸。由于反应堆进、
CANDU-6型重水堆核电厂介绍
由于由加拿大原子能公 司发展起来的以天然铀为 核燃料、重水慢化、加压 重水冷却卧式压力管式重 水堆（CANDU型），是 唯一达到商业化技术要求 的重水堆。因此下面着重 论述CANDU-6型重水堆 核电厂的设计特性、安全 特性和事故响应特点。右 图为CANDU型的反应堆 组件结构。
重水反应堆简介
姓名：王小亮 班级：0902301 学号：1090230113
重水反应堆-PHWR？
概念：用重水作为慢化剂的热中子反 应堆。 可以用重水、普通水、二氧化碳和有 机物作冷却剂。由于重水的热中子吸 收截面很小，可以采用天然铀燃料。 铀燃料的利用率高于轻水堆，烧过的 燃料的235U含量仅为0.13%，乏燃料不 必进行后处理。这种堆可以作为生产 堆、动力堆和研究堆使用。堆内中子 经济性好，可生产氚和发展成为先进 的转化堆。堆内重水装载量大，反应 堆造价较高。
【先进核反应堆结构原理】07 第六章 重水堆
19
冷却剂和慢化剂的绝热
作为冷却剂的重水在管内 流动带走热量。作为慢化 剂的重水在反应堆排管容 器中，为了防止热量传到 慢化剂重水中，在压力管 外设置一同心容器管，两 管之间充以二氧化碳作隔 热层，以保持慢化剂温度 不超过60℃。压力管和容 器管贯穿反应堆排管容器， 两端与法兰固定，与容器 连成一体。
汽轮发电机
通向电网
慢化剂系统
核蒸汽供应系统
蒸汽出口 给水入口
CANDU
反应堆本体
PWR
CANDU的基本结构特点
10
11
CANDU的本体结构
12
压力管栅式和压力容器式堆芯
CANDU
PWR
装卸料机
小直径压力管栅式模块化堆芯
一体化堆芯处在高压大容器中
14
15
燃料组件结构
重水堆的核燃料是天然铀，制成 圆柱状装在外径为20毫米长约 500毫米的锆合金包壳管内，构 成棒状燃料元件，37根燃料棒组 成一束，棒之间用锆合金块隔开 ，端头由锆合金支承板连接，构 成长为半米，外径为100毫米左 右的燃料棒束。 反应堆堆芯由380根带燃料棒束 的压力管排列而成。每根压力管 内装有12束燃料棒束。
不停堆换料使过剩反应性可以维持在 很低的水平。
因为中子的寿命较长扰动引起的反应 堆功率变化速度较慢。
平衡堆芯通量和功率分布几乎长期定 常不变。
破损燃料束可以及时移出堆芯。
四 多重的固有应急热阱可防御严重事故
安全壳厂房
3 排管容器外有 低温低压屏蔽水
屏蔽水箱
2 排管外有低温低压
重水慢化剂
1 管内冷却剂
0.27% U-235 0.35% Pu-239
CANDU乏燃料中易裂变同位素的含量比PWR乏燃料要低得多 ！
印度第二座70万千瓦重水堆实现首次临界
印度第二座70万千瓦重水堆实现首次临界
伍浩松;张焰
【期刊名称】《国外核新闻》
【年(卷),期】2024()1
【摘要】【印度核电有限公司网站2023年12月17日报道】印度核电有限公司(NCIL)2023年12月17日宣布,格格拉帕尔核电厂4号机组于当日实现首次临界。
格格拉帕尔3号和4号机组是印度政府2007年4月批准建设的首批共计四台70万千瓦加压重水堆中的两台。
格格拉帕尔3号机组已于2023年6月正式投入商
业运行,成为首座建成投运的印度本土设计的70万千瓦加压重水堆。
【总页数】1页(P10-10)
【作者】伍浩松;张焰
【作者单位】中核战略规划研究总院
【正文语种】中文
【中图分类】F42
【相关文献】
1.印度将在年内开工建设两座700MWe加压重水堆
2.印度首艘自行研制核潜艇首次实现反应堆临界
3.印度：批准建造10座重水堆
4.印首座70万千瓦加压重水堆
将于年底投运5.印首座国产70万千瓦加压重水堆投运
因版权原因，仅展示原文概要，查看原文内容请购买。
- 1、下载文档前请自行甄别文档内容的完整性，平台不提供额外的编辑、内容补充、找答案等附加服务。
- 2、"仅部分预览"的文档,不可在线预览部分如存在完整性等问题,可反馈申请退款(可完整预览的文档不适用该条件!)。
- 3、如文档侵犯您的权益，请联系客服反馈,我们会尽快为您处理(人工客服工作时间：9:00-18:30)。
重水堆85476786
第四章:重水堆
一、特点
二、发展简介
三、商用重水堆
1、CANDU6
2、CANDU9
四、先进重水堆,ACR
一、特点,类型
1、压力容器(重水冷却)
(1)压力容器式:
，德国MZFR(0.85,丰度)，58MW(1973,1974)
，瑞典Agesta,12MW(1964-1974),瑞典Marviken, 132MW(沸腾重水冷却)、1968年中止建设。
，阿根廷两个，一个在建Atucha2-745MW,一个在运行
Atucha1-357MW (1974,今) (2)压力管式(水平、垂直，冷却剂不受限制) ，垂直压力管:
，加拿大*2,英国1，日本1，斯洛伐克1，瑞士(Lucens)1，德国1。
除日本Fugen (ATR，普贤)外，都于1990年前关闭。
，水平压力管式 :CANDU，34座在运行。
2、冷却剂
，重水CANDU6，瑞典，阿根廷。
，沸水轻水ATR(日本)， SGHWR(英国)，CANDU-BLW(加拿大)，CANDU,OCR(加拿大) 有机物。
3、慢化剂重水
4、燃料
，天然铀 CANDU6等多数堆，
，富集铀 SGHWR(3.9,铀),ATR(2,天然铀，钚) MZFR(0.85%铀), Lucens
(0.96%铀) 5、换料方式
，压力管式在线换料
，压力壳式停堆换料
一、特点,物理
1、重水慢化
，比轻水中子吸收截面小，可用天然铀
，重水工作在低温条件下，有利于慢化
，燃料烧得透，乏燃料中U235含量低于扩散厂通常的尾料丰度，不值得后处理，装料最少(热中子堆)
，但重水慢化比轻水差，故堆芯大。
2、重水冷却吸收截面小，有利于用天然铀
3、包壳容器管、压力管匀为薄壁、锆合金，尽量减少中子吸收。
(现用性能更好的锆-2.5%铌合金)
3、反应性连续换料，剩余反应性小。
4、产钚量高为压水堆的两倍。
5、燃料增值高釷铀循环核燃料增值接近1。
生产U233，摆脱对U235 的依赖。
但目前天然铀价格低，重视不够。
6、放射性重水经中子辐照产生放射性氚。
慢化剂中氚的含量是冷却剂中的几十倍。
是压水堆的100倍，沸水堆的1000倍。
早期加拿大皮克灵(Pickering)重水堆核电厂维修人员辐射剂量1/3来自氚。
重水泄漏及氚辐射是重水堆的一个弱点。
二、重水堆发展简史
,加拿大开始缺乏浓缩铀技术，走天然铀技术路线。
不想建立铀同位素分离厂，又不想依靠美国或其它国家提供富集铀。
,发展出一套技术，不断改进。
1962年建成22MW NPD试验堆;1967年建成206MW Douglas point 原型堆，现已发展到700,900MW规模商业和电厂。
,1964,68年，瑞典、英国、法、德瑞士分别建成试验堆。
但90年前都关闭。
瑞士69年关闭二、重水堆发展简史?
,70年代，捷克、阿根廷、日本ATR(FUGEN普贤)又相继建成研究堆。
捷克77年关闭;阿根廷走重水堆路线，堆继续运行。
,ATR-165 是日本80年代的长期发展核能的重要组成部分之一，已运行25年，烧铀，钚(MOX),原定92年在Ohma建600MW的ATR，93年计划取消。
二、重水堆发展简史?
,只有CANDU(CANadian, Deuterium Uranium ),加拿大重水铀反应堆一花独秀，技术和建造由 AECL (Atomic Energy of Canada Ltd.)负责。
,目前除加拿大外(22)，韩国月城(4 )，阿根廷(1 )，罗马尼亚(2 ),中国
(2 )，印度( 2),巴基斯坦(1 )。
,发展先进 CANDU,ACR 微浓缩铀，轻水冷却。
三、商用重水堆
CANDU6、CANDU9
、CANDU6 1
• CANDU 6 的设计符合加拿大核管理当局要求。
• 两座在中国秦山III期2002，2003运行。
•高燃料利用率
•在线换料
•低压、低温重水慢化
•采用一系列水平压力管，不是单一压力壳.
,水平压力管式，压力管(锆合金，减少中子吸收)
, 压力管内放有燃料棒束，压力管外套锆合金容器管(减少热损)
,排管容器(不锈钢)d=7.6m,l=6m, 重水，常压、70?C;
, 二回路蒸发器与压水堆相似
,由于压力管壁厚限制(中子吸收大)一回路压力10MPa，310 ? C(较低)，蒸汽参数(4.7MPa,260 ? C), 效率28,30,。
,重水放射性，泄漏，回收，设备贵。
,在线换料有优点，但设备复杂。
,运行，控制方便。
,两套停堆系统(1)弹簧，重力作用的镉棒(2)硝酸釓重水溶液注入慢化剂。
,重水堆应急冷却、预应力混凝土安全壳及喷淋系统、应急电源及应急水源与压水堆相似。
,低温重水慢化剂及慢化剂冷却系统有助于事故安全。
•燃料棒束设计简单
•燃料循环灵活
•重要部件标准化
•3个停堆系统:一个正常运行，两个紧急快速停堆
2、CANDU9
•每个机组可独立建设、运行，提高灵活行。
•CANDU 9 继承 CANDU 电站的成熟经验
•改进:电站布置，厂址优化
,改进 CANDU 9 布置更有利于安全分离、及减少人员辐射剂量。
,改进软件检查、维修及试验的功能
,增加可移动及可更换部件的维修空间。
,CANDU 9 厂址面积小,禁区半径仅500米。
,厂址用地少:建筑物间设计紧凑，高强度安全壳 ,加拿大核当局正在审查许可申请。
四、先进重水堆,ACR
,ACR-700参考设计概念已经完成，经济性基于2机组电站 ,建造策略和周期已经确定
,在加拿大和美国同时进行执照申请
,CNSC和NRC正在合作
,加拿大和美国一起工作使ACR-700商业化
,计划投运日期，加拿大: 2011年, 美国: 2012年 ,ACR1000:参考ARCR700 及CANDU900 的最新设计•ACR-700 (Mwe)， ACR-1000. •许多系统及特性，如蒸气、透平、发动机等与APWRs 相似• ACR 继承 CANDU 验证技术
•轻水冷却，重水慢化
•2,富集度燃料
•首次实现负空泡反应性(CANDU历史上)
，比投资 1,000 $ / kWe, 电价 30 $/MWh ，48-月提交; 36-月建设; 寿命60年
，可靠性好，负荷率高 (90%)
，减少一半重水量及相关费用
，SEU 是天然铀燃料的 fuel life的三倍，乏燃料也相应减少，乏燃料体积与LWRs 相当
，技术革新减少成本 40%. 包括:(1) 紧凑堆芯，同样功率一半体积 (2) 热效率高，提高
透平汽压
ACR 与压水堆比较,相同性
•安全原理 / 概念
•轻水冷却
•退役程序
•乏燃料储存概念
•透平及发电系统
ACR 与压水堆比较,不同性
ACR:压力管重水慢化燃料富集度 (,2%) 段棒束低慢化剂中子吸收在线换料模块式建
造
压水堆PWR:压力壳轻水慢化燃料富集度(,4%) 长棒束慢化剂中子吸收大停堆换料传
统 / 模块式建造。